e-Repository BATAN

Advanced Search

ANALISIS KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP DI DALAM PENGUNGKUNG PADA PWR

Andy Sofrani Ekariansyah, ASE (2009) ANALISIS KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP DI DALAM PENGUNGKUNG PADA PWR. ANALISIS KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP DI DALAM PENGUNGKUNG PADA PWR. pp. 214-221. ISSN 0854-2910

[img]
Preview
Text
24_Andi Sofrany_214-221_OK.pdf

Download (467kB) | Preview

Abstract

ABSTRAK ANALISIS KECELAKAAN PUTUSNYA JALUR UAP DI DALAM PENGUNGKUNG PADA PWR. Telah dilakukan analisis kecelakaan putusnya jalur uap pada PLTN jenis PWR dengan menggunakan paket program RELAP/SCDAP/Mod342. Analisis kecelakaan penting dilakukan karena merupakan salah satu substansi penting dalam Laporan Analisis Keselamatan (LAK) sebelum suatu PLTN dibangun dalam rangka pengkajian keselamatan fasilitas reaktor. Tujuan analisis adalah untuk mengetahui karakteristika sekuensi kecelakaan dan perubahan parameter penting bagi keselamatan. PWR typical Jepang dengan daya 11160 MWe digunakan sebagai referensi. Satu pipa uap utama yang berada di salah satu untai sekunder diasumsikan putus menjadi dua dengan lokasi di dalam pengungkung (containment). Asumsi yang digunakan adalah semua katup isolasi uap utama gagal menutup setelah kejadian. Hasil penting yang diperoleh antara lain adalah bahwa pendinginan sistem primer hanya mengakibatkan sedikit kenaikan reaktivitas teras. Selain itu kontraksi sistem primer mengakibatkan penurunan level air hingga di bawah bagian atas bejana tekan dan terbentuknya voids di kanal bahan bakar yang kemudian menghilang setelah bertambahnya suplai air dari injeksi keselamatan (ECCS). Selain itu terjadi kenaikan tekanan pengungkung hingga melebihi tekanan desain yang menunjukkan pentingnya sistem pendinginan pengungkung. Dengan demikian pengaruh putusnya jalur uap di dalam pengungkung lebih terlihat pada keselamatan pengungkung Kata kunci: Putusnya jalur uap, dalam pengungkung, RELAP5/SCDAP/Mod3.4 ABSTRACT ANALYSIS OF MAIN STEAM LINE BREAK ACCIDENT INSIDE CONTAINMENT ON PWR. An analysis of main steam line break (MSLB) accident on PWR using RELAP/SCDAP/Mod3.4 code has been done. Accident analysis is important to be performed because it is contained in the Safety Analysis Report (SAR) before the nuclear power plant construction for assessing the safety of reactor facility. The purposes of analysis are to know the accident sequence characteristics and any parameter changes important for safety. A typical Japanese PWR with 1160 MWe output is used as reference. One main steam pipe located at one loop inside the containment is assumed to experience a double-ended steam pipe break. Analysis is performed by assuming all MSIVs are failed to close. The results show that the core cooldown only causes a little increase of core reactivity. The contraction of primary system also causes a decrease of pressurizer water level down to the upper dome of reactor vessel and voids at core channel, which is disappeared along with the safety injection from ECCS. Beside that, there is an increase of containmenet pressure up to the design pressure, which shown the importance of containment cooling system. Therefore, the effect of main steam line break is more significant on the safety of containment. Keywords: Main steam line break, inside containment, RELAP5/SCDAP/Mod3.4

Item Type: Article
Subjects: Keselamatan dan Keamanan Nuklir
Divisions: Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir
Depositing User: USER PTKRN BATAN
Date Deposited: 12 Nov 2018 03:24
Last Modified: 12 Nov 2018 03:24
URI: http://repo-nkm.batan.go.id/id/eprint/4890

Actions (login required)

View Item View Item